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test plant; System performance evaluation for HTTR gas turbine cogeneration plant佐藤 博之; 野本 恭信*; 堀井 翔一*; 角田 淳弥; Yan, X.
Nuclear Engineering and Design, 329, p.247 - 254, 2018/04
被引用回数：12 パーセンタイル：77.27(Nuclear Science & Technology)本報告では、HTTRガスタービンコジェネレーションプラント(HTTR-GT/H plant)のシステム性能評価を行った。具体的には、起動停止及び負荷追従運転時の運転制御性について検討を行った。また、負荷喪失時や水素製造施設異常時の制御特性評価を行った。性能評価結果から、HTTR-GT/Hプラントにより実用高温ガス炉の運転制御法の確証する試験の実施が可能であることを示した。
test plantYan, X.; 佐藤 博之; 角田 淳弥; 野本 恭信*; 堀井 翔一*; 今井 良行; 笠原 清司; 鈴木 孝一*; 岩月 仁; 寺田 敦彦; et al.
Nuclear Engineering and Design, 329, p.223 - 233, 2018/04
被引用回数：20 パーセンタイル：90.27(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、高温ガス炉から取り出される熱を用いた発電や水素製造等の実現に向けて、ヘリウムガスタービン及び水素製造施設の原子炉への接続にあたっての安全基準確立や経済的で信頼性を有する運転制御方式の確立を目的とした、HTTRに熱利用施設を接続したHTTR-GT/Hプラントの建設を計画している。本報告では、HTTR-GT/Hプラントの基本設計として、システム設計の成果を報告する。
今井 良行; 佐藤 博之; Yan, X.
JAEA-Data/Code 2017-011, 39 Pages, 2017/08
JAEA-Data-Code-2017-011.pdf:2.93MB
平成27年度に発行した報告書「高温ガス炉に接続するヘリウムガスタービンの設計データ(JAEA-Data/Code 2016-007)」について、平成28年度に実施したHTTR接続熱利用システムの機器設計結果、並びに、タービン翼候補合金中の核分裂生成物同位体の拡散試験データ分析結果を反映した改訂版である。
今井 良行; 佐藤 博之; 野本 恭信; Yan, X.
JAEA-Data/Code 2016-007, 27 Pages, 2016/08
JAEA-Data-Code-2016-007.pdf:3.65MB
高温ガス炉に接続するヘリウムガスタービンの設計データとして、HTTRに接続する熱利用システムの2次ヘリウム冷却設備及びヘリウムガスタービンの設計データ、並びに、タービン翼候補合金中の核分裂生成物同位体の拡散試験データをまとめたものである。
佐藤 博之; Yan, X.; 角田 淳弥; 寺田 敦彦; 橘 幸男
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2(3), p.031010_1 - 031010_6, 2016/07
本報告では、高温ガス炉から取り出される熱を用いた発電や水素製造等の実現に向けて、高温ガス炉技術の課題である、ヘリウムガスタービン及び水素製造施設の原子炉への接続に当たっての安全基準確立や経済的で信頼性を有するシステム設計及び運転制御方式の確立に資するため、HTTR試験計画を提案するとともにスケジュールやプラント概念を明らかにした。
栃尾 大輔; 藤原 佑輔; 小野 正人; 篠原 正憲; 濱本 真平; 飯垣 和彦; 高田 昌二
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 9 Pages, 2016/06
過去の原子力機構のHTTRの運転経験から、高温ガス炉の二重管環状部におけるヘリウムガスの混合挙動を明らかにしておく必要がある。本論文では、T合流部を有する二重管環状部におけるヘリウムガスの熱流動解析を実施した。異なる流路高さ及び異なる流量の条件で解析を行った。その結果、熱的混合挙動は流量にあまり影響を受けないことが示された。更に、高さがない環状流路では、混合しづらいことも示された。この結果から、二重管環状部においてヘリウムガスを流体力学的に混合することは難しく、混合するためには混合を促進する装置が必要であることが示された。
高田 昌二; 滝塚 貴和; 國富 一彦; Yan, X.; 谷平 正典*; 伊高 英彦*; 森 英二*
日本原子力学会和文論文誌, 2(3), p.291 - 300, 2003/09
GTHTR300用ヘリウムガス圧縮機は、3次元空力設計により、高いサージマージン30%を保持しつつ高いポリトロープ効果90%を達成できた。ヘリウムガス圧縮機は、高ボス比のために翼高さに対してチップクリアランスが相対的に大きく、多段型となるので、性能とサージマージンが低下しやすい。本圧縮機は既存の産業用空気圧縮機の空力設計手法及びデータをもとに設計した。本設計手法のヘリウムガス圧縮機への適用の妥当性を評価するために、実機の1/3で4段の圧縮機モデルによる性能試験を計画した。作動流体をヘリウムガス,入口設計圧力を0.88PMaとして十分高いレイノルズ数範囲でデータを取得する。本件は、文部科学省から原研への委託により実施している電源特会「核熱利用システム技術開発」の「高温発電システム」の内容に関するものである。
高田 昌二; 滝塚 貴和; 國富 一彦; Yan, X.; 皆月 功*
第31回ガスタービン定期講演会論文集, p.55 - 60, 2003/06
ヘリウムガス冷却高温ガス炉ガスタービン発電プラント(GTHTR300)の設計研究を行った。再生式閉サイクルにより、850
C,7MPaのタービン入口条件で45.8%の発電効率を得た。ターボマシンは、単軸,磁気軸受支持とした。タービン及び圧縮機は、各々93%,90%のポリトロープ効率を達成した。再生熱交換器は、プレートフィン型とした。効率が高く、安全性に優れた原子力発電プラントの成立性の見込みが得られた。本報告では、GTHTR300ターボ圧縮機の空力設計,動力変換系統設計及びターボ圧縮機の保守補修方針について報告する。なお、本件は文部科学省から原研への委託により実施している電源特会「核熱利用システム技術開発」の「高温発電システム」の内容に関するものである。
高田 昌二; 滝塚 貴和; 國富 一彦; Yan, X.; 片西 昌司; 小杉山 真一; 塩沢 周策
日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.189 - 192, 2002/00
本論文では、GTHTR300実証プラントの発電系設計により得られた成果について報告する。本プラント設計では、経済性を高めるために、主要機器の物量を低減することと高性能化を目指した。本プラントでは、ターボマシン,発電機及び再生熱交換器,前置冷却器を動力変換容器及び熱交換機収容器内に収納する。これらの機器や容器の寸法を最小化させて物量を低減する必要がある。本プラントでは中間冷却器のないサイクルを採用するとともに、前置冷却器はコンパクトなローフィン質ヘリカルコイル型として物量を低減した。タービンと圧縮機のポリトロープ効率の設計目標値をそれぞれ93%,90%まで高くして、翼形状を3次元化するなどして設計目標値を満足できるようにした。なお、本件は文部科学省から原研への委託により実施している電源特会「核熱利用システム技術開発」の「高温発電システム」の内容に関するものである。
國富 一彦; 片西 昌司; 塩沢 周策
日本原子力学会誌, 43(11), p.1085 - 1099, 2001/11
高温ガス炉は、高温の熱が取り出せる、固有の安全性が高い、多様な燃料サイクルに対応可能等の既存炉にない特長を有している。これらの特長を生かした高温ガス炉ガスタービン発電システムは、2010年代のエネルギー源として期待されている。本報は、原研が設計研究を行っている高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR-300)の特長及びこれまでの設計検討結果,今後の設計,関連するR&Dの内容とスケジュールを示したものである。GTHTR-300は、炉心設計の工夫により燃料交換期間を2年間として稼働率を向上させる、原子炉圧力容器を1次ヘリウムガスで冷却して原子炉圧力容器材料に軽水炉と同材料を用いるなどの新しい設計により、発電コスト4円/kWhの達成を目標にしている。また、高い安全性を考慮して、安全設備の簡素化を行い、経済性の向上を図っている。
高瀬 和之
Fusion Engineering and Design, 49-50, p.349 - 354, 2000/11
被引用回数：6 パーセンタイル：42.66(Nuclear Science & Technology)核融合動力炉設計では、定常運転時の第一壁ブランケット部の表面熱流束は1MW/m
程度を考えており、この程度の熱流束域では原子炉の環境安全性及び経済性の面からガス冷却が有望である。しかしながら、ガスは水や液体金属などに比べて熱容量が小さいので熱伝達率を向上させるための工夫が必要である。そこで筆者は、高温ガス炉用突起付き燃料棒の伝熱促進に関する研究成果をもとに、ヘリウムガス冷却式核融合動力炉の冷却材流路に粗面流路を適用することを考えた。従来の矩形突起付き流路の熱伝達実験の結果から、突起ピッチと高さの比が10でレイノルズ数が約50000以上の条件のときに約1MW/mの除熱量を得られることがわかった。また、突起による流路摩擦損失の増加以上に伝熱が促進される条件(突起サイズ、レイノルズ数等)を定量的に明らかにした。本研究は、ガス冷却式核融合動力炉の第一壁ブランケット部用冷却材流路として突起付き流路が十分な適用性を有していることを示した。
上羽 智之
JNC TN9420 2000-005, 28 Pages, 2000/03
JNC-TN9420-2000-005.pdf:0.94MB
実用化戦略調査研究の第一フェーズの計画では、基本的な目標を高速炉、再処理施設及び燃料製造施設からなるFBRサイクルシステムの複数の実用化概念の摘出と技術開発計画等の実用化シナリオの提示としている。この研究開発はシステム技術開発(FBR、再処理及び燃料製造)、実用化要素技術開発、システム技術統合・評価の3つの階層で進めることとしており、FBRのシステム技術開発では、ナトリウム、重金属、ガス(炭酸ガス、ヘリウムガス)、水等の冷却材、中小型モジュール炉、並びにMOX、金属及び窒化物の燃料からなる技術選択肢に係るプラント概念を検討することとしている。本報告書はこの検討の一環として、ヘリウムガス冷却炉心の適応材料とそのHe環境下での健全性(腐食特性および機械強度、照射特性)に関する調査を行ったものである。
石山 新太郎; 武藤 康; 笠羽 道博*; 金田 隆良*
日本原子力学会誌, 42(3), p.196 - 203, 2000/03
被引用回数：1 パーセンタイル：12.1(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉ガスタービン直接発電システム(HTGR-GT)の高効率化を図るとともに経済性を高めるためにはコンパクトで熱効率が95%以上の再生熱交換器を設計する必要がある。本報告では、このコンパクト熱交換器について超細密オフセットフィン構造(フィン高さ/ピッチ=1.0/1.0~1.5/1.5mm、フィン厚さ=0.1~0.15mm)、多段積層型及び並流型/U型流量配置を採用することにより、伝熱及び構造強度の観点からその設計成立性の検証を行うとともに最適基本設計を実施した。その結果、熱効率95%で低圧損(
2%)、しかも同程度の高伝熱面積密度を有する宇宙航空用コンパクト熱交換器の4倍以上に相当する20MW/m
級の伝熱密度を有し、かつオープンサイクル用のものと比較して約3倍以上の耐圧構造の再生熱交換器を設計できた。本報告では、この再生熱交換器について、その基本的な形式や形状及び性能に関する検討の結果、並びにその基本設計仕様を明らかにしつつ、高性能熱交換器に関する今後の課題について整理した。
稲葉 良知; 文沢 元雄; 殿河内 誠*; 竹中 豊*
エネルギー・資源, 19(6), p.558 - 563, 1998/11
原子力エネルギーを電気としてだけでなく、熱エネルギー源として直接産業利用するシステムとして、高温ガス炉核熱を用いたアンモニア製造プラントにおける石炭ガス化について検討した。既存の石炭ガス化プラントでは、酸素を用いた部分酸化法により石炭をガス化するが、核熱を利用した石炭ガス化プラントでは、高温ガス炉からの2次ヘリウムガスを用いた水蒸気改質法により石炭をガス化することにした。また、石炭ガス化プロセスでの2次ヘリウムガスの熱利用率を上げるために、ガス化炉として2段式の流動床炉を採用した。CO問題に関しては、化石燃料を用いる必要がないことから、その発生量を既存のアンモニア製造プラントと比較して年間約50万トン削減できる。しかしながら、実用化のためには新たな石炭ガス化炉の開発や経済性の問題等、解決すべき課題も多く残されている。
宮本 喜晟; 塩沢 周策; 小川 益郎; 秋野 詔夫; 清水 三郎; 羽田 一彦; 稲垣 嘉之; 小貫 薫; 武田 哲明; 西原 哲夫
IAEA-TECDOC-1056, p.191 - 200, 1998/11
日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて核熱利用系の実証試験計画を進めている。HTTRに接続する最初の熱利用系は10MWの熱によるメタンガスの水蒸気改質システムを選定している。このシステムに用いる水蒸気改質器の性能を向上させるため、バイオネット型触媒管及びヘリウムガスと触媒管表面の伝達促進構造を採用している。熱利用系をHTTRに接続する前に必要な安全審査等のため、炉外技術開発試験を行う。この試験は、電気ヒータでヘリウムガスを加熱するHTTR熱利用系の1/30規模の試験装置を用いて実機の制御性、運転特性等を把握する。試験装置の製作は今年から着手されており、2001年から試験を実施する。一方、熱利用系の基盤研究として熱化学法ISプロセスによる水からの水素製造研究を進め、実験的に水素の発生を確認した。
神永 敦嗣; 新井 貴; 児玉 幸三; 佐々木 昇*; 西堂 雅博
真空, 41(10), p.846 - 850, 1998/00
JT-60は、真空容器を中心にその周りをトロイダル磁場コイル、中性粒子入射加熱装置、ガス注入装置等の多機能にわたる各種装置が設置された集合型の大型超高真空装置であり、高性能なプラズマを実現するためには、不純物の原因となる真空リークのない良好な真空状態を保つ必要がある。このため、リークテスト技術は、不可欠な技術であるとともに効率的、高信頼度かつ効果的に実施できるリークテストの方法を採用することが必須である。JT-60では、被試験箇所を区分して、それぞれの領域にヘリウムガスを吹き付ける吹き付けポート(マニホールド)を設置するとともに遠隔式及び手動式の両方でヘリウムガスの吹き付けができるプローブガス供給系を設けたこと、リークテスト装置としては、重水素の存在する条件下でヘリウムの検出感度が低下しない装置としたことの2点を特徴とする方法を採用しリークテストを行っている。
日野 竜太郎; 藤崎 勝夫; 小林 敏明; 会田 秀樹; 太田 幸丸; 大内 義弘; 関田 健司; 羽賀 勝洋; 加藤 道雄; 茂木 春義; et al.
JAERI-Tech 96-037, 45 Pages, 1996/09
HTTRという実炉を用いて世界で初めて高温核熱利用系を接続して実証試験を実施するのに先立ち、機器の高性能化、運転・制御及び安全技術の実証、設計・安全評価解析コードの検証のための炉外技術開発試験が不可欠である。そこで、HTTRの最初の熱利用系である水蒸気改質水素製造システムの炉外技術開発試験装置の設計検討を行った。本報告は、試験装置のなかで原子炉システムを模擬して約900Cの高温ヘリウムガスを水蒸気改質システムに供給するヘリウムガス供給系の設計についてまとめたものである。HENDEL全設備を調査してヘリウムガス供給系に再利用可能な機器を評価・整理した。また、新規に製作するヘリウムガス高温加熱器等の熱流動性能及び構造強度の評価を行い、その仕様と構造を定めた。
逆井 章; 久保 博孝; 細金 延幸; 嶋田 道也
3rd Int. Workshop on Helium Transport and Exhaust, 0, 28 Pages, 1996/00
ITER等の実験炉の設計に際して、重要な課題となっているヘリウムの輸送と排気について、JT-60UのELMのあるHモード及びLモードにおいて調べて結果を報告する。ヘリウム灰を模擬するために、ヘリウムビーム入射による中心補給及びヘリウムガスパフによる周辺補給を行い、ヘリウムの輸送、振舞、排気を調べた。ITERで注目されているELMのあるHモード、閉じ込め改善度が2程度ある高
p Hモード、さらにLモードで実験を行った。荷電交換再結合分光法により測定したヘリウムの密度分布及びその時間変化からヘリウムの輸送係数を決定した。また、中性粒子圧力測定から、B
C被覆ダイバータタイルにダイバータの外側ストライクポイントを当てることでWall Pumpingによりヘリウムが排気され、ヘリウムビーム入射中でもヘリウム濃度を一定に保つことができることを検証した。この結果は、ITERで要求される条件を満足する。
日野 竜太郎; 羽賀 勝洋; 滝塚 貴和; 会田 秀樹; 関田 健司
JAERI-Tech 95-046, 54 Pages, 1995/10
原研はOMEGA計画の下で、高レベル廃棄物から抽出される超ウラン元素(TRU)を分離するプロセスと、TRUを短半減期あるいは安定核種に変換する消滅処理プロセスの開発を進めている。消滅処理プロセスの開発を促進するため、アクチノイド燃料を充填したヘリウムガス冷却型専焼高速炉(ABR)用燃料要素の最適化をはかる熱流動試験を開始した。本報告は、ABR炉心設計のための熱流動試験計画のほか、模擬燃料要素とガスループから成る試験装置、試験装置の流力性能を確認するための予備運転結果について述べたものである。
宮本 喜晟; 日野 竜太郎; 稲垣 嘉之; 高瀬 和之; 井岡 郁夫; 高田 昌二; 鈴木 邦彦; 國富 一彦; 丸山 創; 近藤 康雄
JAERI 1333, 196 Pages, 1995/03
HENDELは、現在建設中のHTTRの燃料体、炉床部等の実規模モデルによる実証試験を高温高圧のヘリウムガス条件下で行うために建設された大型研究施設である。HENDELのT
試験部では、燃料棒及び燃料体の伝熱流動特性を明らかにして炉心熱設計式を取得するとともに、流路閉塞事故時等における燃料体の安全性データを蓄積し、実機雰囲気を模擬した条件下で制御棒駆動装置の作動信頼性の確認などを行った。T試験部では、固定反射体間の冷却材漏えい試験、炉床部の伝熱特性試験、冷却材の混合特性試験、炉床部の熱過渡挙動試験、高温二重配管の断熱特性試験などにより、炉内構造物の特性・性能データを取得・蓄積し、同構造物の構造健全性を確証した。これらの実証試験の成果は、HTTRの詳細設計、安全審査及び設工認に活用され、初期の目的を十分達成することができた。本報告書は、今まで得られた成果を取りまとめたものである。
